
- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000……………………………………………………..10
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора……………………….44
- •Атомная энергетика: перспективы.
- •Воздействие атомной энергетики на окружающую среду.
- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000.
- •1.1.Тепловая схема ввэр – 1000.
- •1.2. Назначение и описание основного оборудования.
- •Верхний блок ввэр-1000.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Система управления и защиты.
- •Борное регулирование.
- •Контроль мощности и энерговыделения.
- •Управление параметрами, пуски и остановы.
- •Аварийная и предупредительная защита.
- •Турбинное отделение.
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора.
- •Достоинства.
- •Недостатки.
- •Активация воды.
- •Общее описание.
- •Корпус.
- •Верхний блок.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Тепловыделяющая сборка.
- •2.1 Порядок останова.
- •2.2 Пуск реактора.
Достоинства.
Использование воды в качестве теплоносителя и теплоносителя-замедлителя в ядерных установках имеет ряд преимуществ.
Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена и отработана.
Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами. (При одинаковых условиях коэффициент теплопередачи для тяжёлой воды на 10 % больше по сравнению с коэффициентом теплопередачи для лёгкой воды.)
Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе (кипящие реакторы). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.
Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.
Обычная химически обессоленая вода дешева.
Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.
В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от самопроизвольного повышения мощности.
Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.
Недостатки.
Вода взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует) при аварийных ситуациях, поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно цирконий). При повышенных температурах воды конструкционные материалы также должны подбираться с достаточно хорошими антикоррозионными свойствами, или должен вестись специальный водно-химический режим, связывающий кислород, образующийся в воде при еёрадиолизе. Особенно необходимо отметить высокую интенсивность коррозии многих металлов в воде при температуре выше 300 °C.
Проблема подбора коррозионно-устойчивых материалов усложняется необходимостью иметь высокое давление воды при повышенных температурах. Необходимость иметь высокое давление в реакторе усложняет конструкцию корпуса реактора и его отдельных узлов.
Возможность аварии с течью теплоносителя и необходимость средств для её компенсации.
Стоимость тяжёлой воды велика (актуально только для реакторов на тяжёлой воде типа CANDU, в СССР такие реакторы не строили). Это требует сведения утечки воды и потерь её к минимуму, что усложняет конструкцию энергетического оборудования и эксплуатацию установки.
Активация воды.
Важной проблемой при использовании воды для охлаждения реакторов является наведённая активность, которая определяется активацией ядер теплоносителя при захвате ими нейтронов. Активации подвергаются как кислород и водород воды, так и ядра примесей: например, продуктов коррозии оборудования 1-го контура (железо,кобальт, никель, хром), а также растворённых в воде солей натрия, кальция, магния и т. д. Активность собственно самой воды определяется в основном активностьюизотопа азота-16 (образуется из кислорода-16 по (n, p)-реакции), период полураспада которого составляет около 7 секунд. Таким образом, менее чем через минуту после остановки реактора радиоактивность теплоносителя 1-го контура спадает в сотни раз, и определяется только активностью продуктов коррозии, которые извлекаются из воды на ионообменных фильтрах.
Активация воды может происходить также при нарушении герметичности оболочки ТВЭЛов, что приводит к попаданию в теплоноситель продуктов деления, прежде всего радиоактивного йода и цезия.
Однако, вся наведённая активность остается в пределах первого контура, поэтому в водо-водяных реакторах, в отличие от кипящих, не происходит попаданиянаведённой активности в турбину и конденсатор.
В реакторе происходит преобразование энергии, выделяющейся при цепной реакции деления ядер урана, в тепловую энергию теплоносителя первого контура. Нагретый теплоноситель поступает с помощью циркуляционных насосов в парогенераторы, где отдаёт часть своего тепла воде второго контура. Производимый в парогенераторах пар поступает в паротурбинную установку, приводящую в движение турбогенератор, который вырабатывает электроэнергию.